Перспективы развития АЭС

 

Основные технико-экономические характеристики блоков АЭС с реакторами типа ВВЭР и РБМК.

Таблица 2.

Показатель	ВВЭР - 440	ВВЭР - 1000	РБМК - 1000
Мощность блока, МВт	440	1000	1000
Мощность турбогенератора, МВт	220	500	500
Число турбин в блоке, шт	2	2	2
Давление пара перед турбиной, Мпа	4,32	5,88	6,46
КПД (нетто), %	29,7	31,7	31,3

 

 

Основные технические характеристики АЭС с реакторами типов ВВЭР и РБМК в табл. 2 \По данным Воронина Л.М., 1977\. Стоимость 1 кВт установленной мощности на АЭС с блоками 440 и 1000 Мвт в 1,5 - 1,6 раза выше, чем на электростанциях, работающих на органическом топливе, равной мощности, построенных в те же годы \По данным Стерман Л.С.,1995\. Можно полагать, что в ближайшие годы соотношение в стоимостях 1 кВт установленной мощности ТЭС и АЭС будет иметь тенденцию к увеличению, так как для обеспечения большей надежности электростанции и уменьшения влияния на окружающую среду строительство АЭС потребует больших дополнительных капиталовложений, чем строительство ТЭС. Однако себестоимость электроэнергии на таких АЭС ниже, чем на ТКЭС (тепловых конденсационных электрических станциях).

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

Раздел 2 Перспективы развития ядерной и термоядерной энергетики

 

Как было показано выше, тип реактора является определяющим для любой ядерной энергетической установки. Исходя из перспектив глобального преобразования мировой энергетики, наиболее перспективными можно считать \По данным Кащеева В.П.,1989г.\, пожалуй, пять основных известных в настоящее время науке типов реакторов:

Высокотемпературный энергетический ядерный реактор на газообразном топливе (ГФЯР), являющийся реактором на тепловых нейтронах, в котором делящееся вещество (²³⁵U, ²³³U) в составе газообразного гексафторида урана или в виде испаренного металлического урана расположено в центральной зоне полости (цилиндрической или сферической), образованной твердым замедлителем-отражателем нейтронов (Be, BeO, C или их комбинацией). Перспективность ГФЯР связана со следующим:

возможность получения большой мощности;

коэффициент воспроизводства, превышающий единицу;

высокая температура нагрева рабочей среды (более 10000 К);

малая критическая масса (десятки килограмм делящегося вещества);

возможность циркуляции делящегося вещества и его очистка в системе циркуляции.

Из этого следует:

высокая эффективность использования горючего;

минимальные затраты на топливный цикл;

повышенная безопасность;

высокая экономичность;

широкий диапазон использования.

Вихревые ядерные реакторы на тепловых и быстрых нейтронах.

Вихревой реактор состоит из вихревой камеры, внутри которой, благодаря вихревому движению введенного тангенциально теплоносителя образуется устойчивый центробежный кипящий слой мелкодисперсного твердого и жидкого ядерного топлива. Благодаря целому ряду положительных свойств этого слоя энергетический вихревой ядерный реактор обладает некоторыми преимуществами по сравнению с реакторами с фиксированными активными зонами. С помощью этого типа реакторов с высоким коэффициентом воспроизводства на быстрых нейтронах можно коренным образом изменить структуру топливного баланса и создать возможность практически неограниченного развития ядерной энергетики, поскольку преодолевается кризис ресурсов природного урана в будущем.

  Электроядерный бридинг.

Сущность заключается в использовании мощного пучка заряженных частиц (протонов) высокой энергии, получаемого с помощью ускорителя, для бомбардировки мишеней (из бериллия, тория, урана). В результате возникают мощные источники нейтронов, которые можно использовать для переработки уранового и ториевого сырья в делящиеся материалы, то есть для производства ядерного топлива.

Пароводяной реактор-размножитель на быстрых нейтронах (БПВР).

Реактор аналогичен ВВЭР.

Энергетический термоядерный реактор (ТОКОМАК).

Существует пока в виде исследовательской установки, на которой отрабатываются лишь основные принципы термоядерного синтеза. Практическая реализация управляемой термоядерной реакции сопряжена в настоящее время с рядом физических и технических трудностей.

Основная трудность физического характера сопряжена с неустойчивостью плазмы, помещенной в магнитную ловушку.

Трудности технического характера: наличие примесей с большими порядковыми номерами приводят к возрастанию энергетических потерь из плазмы.

Решение этих проблем требует прохождения следующих этапов:

научная демонстрация возможности осуществления термоядерного синтеза, при котором отношение выходной энергии реакции синтеза к энергии, затраченной на создание, нагрев и удержание плазмы, по крайней мере, равно единице;

демонстрация технической осуществимости термоядерного реактора;

создание демонстрационной термоядерной электростанции.

 

Требования к экономическим параметрам АЭС.

 

С экономической точки зрения ядерная энергетика специфична. Ей свойственны, по крайней мере, две кардинальные особенности. Первая особенность связана с большой ролью капиталовложений, которые вносят основной вклад в стоимость электроэнергии. Из чего следует необходимость особо тщательно и обоснованно учитывать роль капиталовложений. Вторая определяется спецификой использования ядерного топлива, которая существенно отличается от той, что присуща обычному химическому топливу. К сожалению, до сих пор не сложилось единого мнения о том, как следует учитывать эти особенности в экономических расчетах \По данным Работнова Н.С., Ганева И.Х.,2001г.\. На примере российской ядерной энергетики можно проанализировать вышеназванные особенности с точки зрения современных особенностей производства электроэнергии.

Несмотря на то, что экономические проблемы ядерной энергетики были обстоятельно изложены еще в монографии, \По данным Работнова Н.С., Ганева И.Х.,2001г.\ тем не менее, существовавший до середины 80-х годов оптимизм в прогнозах ее развития определялся в основном представлениями об умеренной капиталоемкости АЭС, зачастую продиктованными соображениями политического плана.

Известно, что удельные капиталовложения в АЭС значительно выше, чем в обычные электростанции \По данным Батова, Корякина Ю.И.,1969г\, особенно это касается АЭС с быстрыми реакторами. Это связано в первую очередь со сложностью технологической схемы АЭС:

Используются 2-х и даже 3-х контурные системы отвода тепла из реактора.

Создается специальная система гарантированного аварийного расхолаживания.

Предъявляются высокие требования к конструкторским материалам (ядерная чистота).

Изготовление оборудования и его монтаж ведутся в особо строгих, тщательно контролируемых условиях (реакторная технология).

К тому же термический к.п.д. на используемых в настоящее время в России АЭС с тепловыми реакторами заметно ниже, чем на обычных тепловых станциях.

Другим важным вопросом является то, что в твэлах внутри реактора постоянно содержится значительное количество ядерного топлива, необходимого для создания критической массы. В некоторых публикациях \например по данным Батова, Корякина Ю.И.,1969г\, предлагается включать в капиталовложения стоимость первой загрузки ядерного топлива. Если следовать этой логике, то в капвложения следует включать не только топливо, находящееся в самом реакторе, но и занятое во внешнем топливном цикле. Для реакторов, использующих замкнутый цикл с регенерацией топлива, таких как быстрые реакторы, общее количество «замороженного» таким образом топлива может в 2-3 раза, а то и больше превышать критическую массу. Все это значительно увеличит и без того значительную составляющую капвложений и соответственно ухудшит расчетные экономические показатели АЭС.

Такой подход нельзя считать правильным. Ведь в любом производстве одни  элементы оборудования находятся в постоянной эксплуатации, а другие материальные средства службы регулярно заменяются новыми. Однако,  если этот срок не слишком велик, их стоимость не причисляют к капвложениям. Эти затраты учитываются в качестве обычных, текущих. В случае с твэлами в пользу этого свидетельствует период их использования, который не превышает нескольких месяцев.

Важным является также вопрос о цене ядерного топлива. Если речь идет только об уране, то его стоимость определяется затратами на добычу, извлечение из руды, изотопное обогащение (если таковое необходимо).

Если топливом является плутоний, который используется для быстрых реакторов, то в общем случае следует различать два режима: замкнутый, когда плутония достаточно для обеспечения потребностей развивающейся энергетики, и конверсионный, когда его не хватает и наряду с ним используется ²³⁵U. Для случая конверсионного цикла цена плутония должна определяться из сопоставления с известной ценой ²³⁵U. В любом быстром реакторе можно использовать как плутониевое, так и урановое топливо. Поэтому при экономическом сопоставлении влияния эффекта  вида топлива на капитальную составляющую стоимости электроэнергии можно исключить. Достаточно приравнять между собой лишь непосредственные затраты на топливо (топливные составляющие) в том и другом случае. По оценкам специалистов \По данным Батова, Корякина Ю.И.,1969г\ цена плутония превосходит цену ²³⁵U примерно на 30%. Для плутония это обстоятельство важно, поскольку нарабатываемый плутоний как побочный продукт приносит большой доход.

В замкнутом режиме, когда плутония образуется достаточно для загрузки в существующие и вновь вводимые реакторы, необходимость в использовании ²³⁵U отпадает. Устанавливать какую-либо цену на плутоний не имеет смысла \По данным Батова, Корякина Ю.И.,1969г\. Он представляет собой полуфабрикат, который замыкается внутри данной отрасли, вырабатывающей единственный конечный продукт - электроэнергию. В случае, если его нарабатывается (образуется) больше, чем нужно для обеспечения потребностей развивающейся энергетики, его можно полностью или частично использовать для других областей его потенциального применения. В этом случае цена плутония будет определяться затратами на его извлечение из твэлов.

Таким образом:

1. Размер отчислений от капвложений в АЭС должен быть существенно ниже  применяемого в настоящее время в России директивного значения.

2. Стоимость первой загрузки топлива в реактор и весь топливный цикл в целом не должна входить в капвложения.

3. Стоимость излишнего плутония в установившемся замкнутом цикле реакторов на быстрых нейтронах определяется только затратами на его извлечение из отработавших твэлов. Ценность плутония в конверсионном цикле находится из сопоставления со стоимостью ²³⁵U, используемого в тех же реакторах.

4. В режиме частичной перегрузки активной зоны при вычислении затрат на топливо вместо истинного срока службы твэлов следует использовать более короткое время. В результате уменьшится эффективный рост стоимости за счет ее задержки в производстве.

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

Заключение

 

Учитывая результаты существующих прогнозов по истощению к середине - концу следующего столетия запасов нефти, природного газа и других традиционных энергоресурсов, а также сокращение потребления угля (которого, по расчетам, должно хватить на 300 лет) из-за вредных выбросов в атмосферу, а также употребления ядерного топлива, которого при условии интенсивного развития реакторов-размножителей хватит не менее чем на 1000 лет можно считать, что на данном этапе развития науки и техники тепловые, атомные и гидроэлектрические источники будут еще долгое время преобладать над остальными источниками электроэнергии. Уже началось дорожание нефти, поэтому тепловые электростанции на этом топливе будут вытеснены станциями на угле.

Некоторые ученые и экологи в конце 1990-х гг. говорили о скором запрещении государствами Западной Европы атомных электростанции. Но исходя из современных анализов сырьевого рынка и потребностей общества в электрической энергии, эти утверждения выглядят неуместными.

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

Список использованной литературы

 

Макаров А. А., Волкова Е. А., Браилов В. П. Долгосрочный прогноз развития ТЭК России и место ядерной энергетики в нем. Доклад на X конференции ядерного общества России “От первой в мире АЭС к атомной энергетике ХХI века». Обнинск, июнь 1999 г.

Маргулова Т. Х., Порушко Л. А. Атомные электрические станции. - Учебник для техникумов. - М.: Энергоиздат, 1982. - 264 с., ил.

Дементьев Б. А. Ядерные энергетические реакторы: Учебник для ВУЗов - М.: Энергоатомиздат, 1984. - 280 с., ил.

Атомные электрические станции / Под ред. Л. М. Воронина. М.: Энергия, 1977.

Стерман Л. С. и др. Тепловые и атомные электрические станции: Учебник для ВУЗов / Л. С. Стерман, В. М. Ладыгин, С. Г. Тишин. - М.: Энергоатомиздат, 1995 - 416 с., ил.

Кащеев В. П. Ядерные энергетические установки: Учебное пособие для ВУЗов. - Мн.: Выш. шк., 1989. - 223 с.: ил.